核工原理 申論題歷屆試題與參考架構
高考三級，民國 102～111 年共 8 份試卷、49 題，其中 46 題附參考答題架構。考這一科的類科：核子工程。本頁列出歷年全部題目，參考架構只列開頭的「破題」，完整的答題架構、關鍵字與作答提醒請到站內查看。
111 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
一個無限平板（Infinite Slab）的裸（Bare）核反應器，其厚度為 a（遠大於中子外插距離） ：（每小題 10 分，共 30 分）
（一）試求出此單群穩態中子擴散方程式為何？
（二）反應器臨界時之中子通率分布及其曲度（buckling）為何？
（三）並說明其曲度的物理意義。
（30 分）
參考架構・破題
本題是裸反應器臨界問題的標準推導：從單群擴散方程式出發，配合平板幾何與邊界條件，解出中子通率分布與曲度，再說明曲度代表的洩漏意義。作答時先列方程式，再逐步化簡，最後回到物理解釋。
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- 2
（一）請說明目前世界上高階放射性廢棄物（核廢料）的主要中期貯存方式。（8 分）
（二）低階放射性廢棄物與一般有害廢棄物的差異性及其處理方式為何？（7 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題分兩部分：高階放射性廢棄物（用過核燃料等）的中期貯存方式，以及低階放射性廢棄物與一般有害廢棄物的差異與處理。核心是高階廢棄物的高放射性、高衰變熱，以及低階廢棄物的放射性隨時間衰減特性。
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- 3
（一）請說明輻射依能量高低的分類。（5 分）
（二）各輻射分類的物理特性為何？（10 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題考輻射的分類與各類特性。題目「依能量高低分類」，作答時以游離輻射與非游離輻射的能量界線切入，再分別說明各類輻射（電磁波與粒子）的物理特性，重點放在穿透力與游離能力。
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- 4
（一）1975 年美國原子能委員會發布反應器安全研究報告（Reactor Safety，請說明其與先前認定的差異性及其主要創新Study, RSS, WASH-1400）的觀點。 （12 分）
（二）並說明其對 1995 年以後美國核能管制委員會（USNRC）施行之「風險告知的管制（Risk-Informed Regulation, RIR）」的影響。（8 分）
（20 分）
參考架構・破題
本題考核能安全評估方法的演進：WASH-1400（Rasmussen 報告）將機率式風險評估（PRA）引入反應器安全，取代過去以單一最嚴重假想事故為基礎的確定論思維，進而影響後來 USNRC 推動的風險告知管制。作答宜先對照兩種觀點，再連結到管制政策。
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- 5
國際上針對用過核燃料中期貯存有所謂乾式與濕式的貯存方式，請論述兩種儲存方式的差異與優缺點。（20 分）
（20 分）
參考架構・破題
本題要求比較用過核燃料中期貯存的濕式（水池）與乾式（護箱）兩種方式。作答以「冷卻與屏蔽機制、容量與擴充性、安全性與維護、成本與適用階段」四個面向對照，最後給出結論：兩者為階段性搭配，而非互相取代。
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108 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
從實務應用之觀點：（每小題 10 分，共 20 分）
（一）說明研究用反應器與發電用反應器爐心最佳化設計目標之特色。
（二）請將兩者爐心技術規格之差異依下列格式作答於申論試卷上，否則不予計分。最高中子 額定功率燃料 冷卻劑通量範疇 範疇濃縮度 化合物 溫度 壓力 n‧cm-2s-1 MW研究用途發電用途
（20 分）
本題含圖表或公式，請對照原卷 PDF。
- 2
請解釋（一） K∞、（二） Keff 及（三） Keff/K∞之意涵，並寫出（四）四因子公式 （four-factor formula）及（五）各因子之物理意義。 （（一）～（四）子題各 3 分，（五）子題 8 分，共 20 分）
（20 分）
參考架構・破題
本題考反應器臨界理論的基本定義：無限介質增殖因數與有效增殖因數的差別在於中子洩漏，四因子公式則把 K∞ 拆成中子一代生命週期中的四個過程。作答要先下定義，再寫公式，最後逐一解釋因子的物理意義，配分最重的是第（五）小題。
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- 3
請回答下列問題：
（一）列舉中子與原子核作用之三種截面（cross section）。 （5 分）
（二）以 U-235 為例說明在分裂快中子與熱中子能譜間，中子與 U-235 原子核作用總截面與中子能量之依存關係。（5 分）
（三）說明核反應截面積（Nuclear reaction cross section）之督普勒效應（Doppler Effect）。（5 分）
（四）並以壓水式反應器為例，說明督普勒效應與核反應器運轉之關係。 （10 分）
（25 分）
參考架構・破題
本題由截面的基本分類，延伸到 U-235 截面隨能量的變化，再到溫度升高造成共振峰展寬的都卜勒效應，最後落在壓水式反應器的固有安全性。答題要由定義、圖形、機制到運轉意義層層推進。
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- 4
請說明：
（一）核融合與核分裂等核反應釋出能量之機制。（5 分）
（二）可控制的核分裂連鎖反應（chain reaction）之條件。（5 分）
（三）假設一個反應爐，爐心平均熱功率密度為 100kW/Litter、核燃料每個核分裂反應平均釋出 200MeV 能量（1MeV=1.6x10-13 J），燃料密度為10g/cc，U-235 濃縮度為 5%，U-235 之分裂截面積為 500barns，請問爐心之平均中子通量？（10 分）
（四）以上述爐心平均功率運轉 100 天，假設爐心燃料平均密度為 2g/cc，請問燃料之平均燃耗（MWD/MT）為多少？（5 分）
（25 分）
- 5
請說明下列與中子作用相關材料特性之定義及物理意義：（每小題 2 分，共 10 分）
（一） Mean free path
（二） Diffusion Length
（三） Slowing Down Length
（四） Migration Length
（五）在均質反應爐心之設計，上述（二）、（三）、（四）三種特性，何者與臨界體積大小之關係最密切？
（10 分）
參考架構・破題
本題考中子輸運的特徵長度。這些長度都描述中子在被吸收前可走多遠，從單次碰撞（平均自由徑）、熱中子擴散（擴散長度）、緩和過程（緩和長度）到全程（遷移長度），最後連結到臨界尺寸。
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107 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
有效增殖因數 Keff 可分為六個子因數，其中快中子分裂子因數（ε）的物理意義如下所示，請用相同的方式說明其他五個子因數的物理意義。（20 分）所有分裂產生之中子數目ε =熱中子分裂產生之中子數目
（20 分）
本題含圖表或公式，請對照原卷 PDF。
- 2
請列表說明輻射傷害中急性效應、慢性效應、確定效應、機率效應、軀體效應與遺傳效應等之間的關係，並舉例說明各種效應之案例。（20 分）
（20 分）
參考架構・破題
本題要把六種輻射效應依三種分類軸整理：依出現時間分急性／慢性（遲發），依劑量反應關係分確定效應／機率效應，依發生對象分軀體效應／遺傳效應。重點是用表格呈現彼此交叉關係並舉例。
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- 3
一圓柱形 UO2 燃料棒，直徑為1cm，並有厚度為0.025cm 之護套。請參考下列資料計算燃料棒表面熱通率(kW/m2)以及護套表面溫度 T0 (℃)。（25 分）d 2T 1 dT S圓柱形穩態平衡方程式 + =− dr r dr 2 K其中 T 為溫度，K 為熱傳導係數，S 為熱源強度(kW/m3)護套表面熱傳係數 h = 2.25 (kW/m℃)，冷卻水溫度 Tf = 288℃燃料棒發熱率為 16.4 (kW/m)
（25 分）
參考架構・破題
本題是燃料棒熱傳計算：由線功率求表面熱通率，再用牛頓冷卻定律求護套表面溫度。題目給的圓柱熱傳導方程式是用來交代推導基礎，表面溫度只需能量守恆與對流公式即可求得。
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- 4
將一均勻加熱之圓棒浸入水池中，假設圓棒表面溫度為 T(s)，且池水保持飽和溫度T(sat)，若逐漸增加圓棒之熱通量 q/A (kW/s m2℃)，則以 q/A 對(T(s)-T(sat))作圖會有三個特性不同的區間，請畫出 q/A 對(T(s)-T(sat))之變化圖，並說明此三個不同區間的特性，以及在那一點會發生偏離核沸騰（DNB）。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題考池沸騰曲線（Nukiyama 沸騰曲線）。熱通量逐漸增加時，壁面過熱度與熱通量的關係依序經過自然對流、核沸騰、轉移沸騰到膜沸騰；DNB 發生在核沸騰熱通量達到最大值（臨界熱通量）處。作答要先畫圖再分區說明。
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- 5
輕水式反應器反應度之溫度係數可由三種溫度係數相加而得，根據此種關係請回答下列問題：
（一）請說明三種溫度係數之名稱。（5 分）
（二）請說明三種溫度係數在溫度上升時是正值還是負值？綜合相加結果是正值還是負值？（5 分）
（三）請說明三種溫度係數的主要決定因素，並請依據題（二）之回答說明造成正值或負值的理由。（10 分）
（20 分）
參考架構・破題
輕水式反應器的反應度溫度係數主要由燃料溫度係數（都卜勒係數）、緩和劑溫度係數與空泡係數組成，三者在正常設計下均為負值，使反應器具有負回饋的固有安全性。作答要逐一說明名稱、正負號與物理原因。
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106 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
請回答下列問題：
（一）試闡述中子與物質作用之共振捕獲（resonance capture）現象及其與燃料溫度及核能安全的關係。（10 分）
（二）臺灣的核能電廠採用水冷式反應器，請詳述反應器中，水與中子各種可能的作用及其與溫度或空泡變化的關係。（10 分）
（20 分）
- 2
用過核子燃料的管理需要考慮衰變熱。已知一個核分裂反應後，其各種分裂產物放出之 β-射線約等於 3.8*10-6t-1.2 β-rays/s，γ-射線約等於 1.9*10-6t-1.2 γ-rays/s；其中 β-射線的平均能量約為 0.4 MeV，而 γ-射線約為 0.7 MeV。若一燃料束以 Po MW 的功率運轉 T 天，試決定此一燃料束停止運轉 t 天後的衰變熱功率。假設每次核分裂反應放出約 200 MeV 的熱能，1 MeV = 1.602*10-13 J。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題要把單次分裂後的 β、γ 衰變能量率對運轉期間的所有分裂做積分（疊加），得到運轉 T 天、停機 t 天後的衰變熱，結果即常見的 Way-Wigner 型近似式。重點是單位換算與積分上下限。
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- 3
請回答下列問題：
（一）試以暫態單群中子擴散方程式解，說明核反應器臨界條件為幾何曲度（geometrical buckling）等於材料曲度（material buckling）。（10 分）
（二）考慮一個裸圓柱體核反應器（半徑 R，高度 H，且均遠大於中子外插距離（extrapolation distance）），試求解單群穩態中子擴散方程式，並決定反應器臨界時之中子通率分布及其曲度。已知 Jo(x) = 0 的第一個根為 2.405。（15 分）
（25 分）
參考架構・破題
本題考單群擴散理論的臨界條件推導與裸圓柱爐的通率解。先由暫態擴散方程式分離變數，說明時間項不增不減的條件即材料曲度等於幾何曲度；再以圓柱座標解穩態方程式得到 J0 與 cos 的乘積解。
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- 4
有一燃料棒其燃料丸半徑為 rF，護套外徑為 rC。若燃料的體積熱產生率為 q(W/m3)且為均勻分布，燃料與護套間的接觸熱阻（thermal contact resistance）為 Rc(m2K/W)，護套表面與冷卻劑之間的熱傳遞係數為 h(W/m2K)，冷卻劑溫度為 Ta，燃料與護套之導熱度分別為 kF 與 kC (W/mK)。
（一）試決定穩態時燃料棒中心的溫度。（20 分）
（二）請闡述燃料棒體積熱產生率與中子通率之關係。（5 分）
（25 分）
參考架構・破題
本題是燃料棒徑向溫度分布的熱阻串聯問題：由冷卻劑往內，依序加上對流、護套傳導、燃料與護套接觸熱阻、燃料內部傳導的溫差，即得燃料中心溫度。第二小題則連結熱產生率與中子通率。
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- 5
試闡述下列放射線與物質可能的作用：
（一）α-射線。（4 分）
（二）β-射線。（4 分）
（三）γ-射線。（7 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題考帶電粒子（α、β）與光子（γ）和物質作用機制的差異。作答主軸：帶電粒子靠庫侖力連續損失能量、有明確射程；γ 為不帶電光子，以機率性事件作用、呈指數衰減，並依能量與原子序區分三種主要效應。
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105 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
請說明 converter, breeder, burner 三者差異為何？（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
三者以「轉換比（conversion ratio, C）」或「增殖比（breeding ratio）」區分：同樣是燃料中可裂材料的生成率對消耗率之比，數值小於 1、大於 1，或以燒毀特定核種為目的。
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- 2
放射性核種 A 衰變為放射性核種 B，再衰變為放射性核種 C，衰變常數分別為 λA, λB, λC，請寫出核種 A, B, C 濃度的平衡方程式。假設核種 A 起始值為 N0 已知，核種 B及 C 起始值為 0，請問核種 B 要達到平衡濃度的條件為何？（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題為三代衰變鏈的貝特曼（Bateman）方程。先列微分方程、解出 NA、NB，再依 λA 與 λB 大小討論子核 B 能否達到平衡（暫時平衡、長期平衡、無平衡）。
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- 3
請用 two group diffusion theory，寫出 Homogeneous reactor with reflector 之中子通量方程式及邊界條件。 （20 分）
（20 分）
參考架構・破題
以快、熱兩群擴散理論描述「均勻爐心加反射體」系統：爐心有分裂源、反射體無分裂源，兩區各寫兩群方程，再以中心對稱、介面連續、外邊界外推處通量為零作邊界條件，由行列式為零得臨界條件。
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- 4
立方體、圓柱體、球體是核反應器最常見的三種形狀，當爐心組成相同時，請說明如何決定何者之臨界體積最小？假設 homogeneous bare reactor。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
均勻裸爐臨界條件為幾何曲率等於材料曲率（Bg² = Bm²）。組成相同時 Bm² 固定，問題化為「給定 B² 下哪一種形狀體積最小」，即比較各形狀在最佳尺寸時的最小體積，表面積對體積比最小者漏失最少、臨界體積最小。
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- 5
請用增殖因子 k-eff 對 moderator to fuel number density ratio（NH/Nu）作圖，說明緩和過度（over-modulated）與緩和不足（under-modulated）的爐心，其緩和劑溫度效應（moderator temperature effect）。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
k 對緩和劑／燃料原子數比（NH/NU）曲線先升後降，有一最佳緩和點。緩和劑溫度上升使密度下降、等效 NH/NU 變小，在曲線左側（緩和不足）k 下降、溫度係數為負；在右側（緩和過度）k 上升、溫度係數為正。
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- 6
請說明 critical heat flux ratio（CHFR）與 departure from nucleate boiling ratio（DNBR）之重要性及二者之異同。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
CHFR 與 DNBR 都是「臨界熱通量對實際局部熱通量的比值」，代表燃料護套離沸騰危機（boiling crisis）的裕度；DNBR 專指壓水式反應器的偏離核沸騰，CHFR 為較廣義說法，BWR 對應的乾涸型危機常以臨界功率比表示。
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- 7
什麼是衰變熱（decay heat）？為防止核反應器事故，核電廠有什麼系統處理衰變熱？試述之。（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
衰變熱是停機後分裂產物與錒系核種持續放射性衰變所釋出的熱，停機瞬間仍有相當比例的額定功率，必須持續移除，否則燃料過熱熔毀；作答分「定義與量級」與「移除系統」兩部分。
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104 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
核反應器起爐提升功率後，主要有那些因素會造成爐心反應度的改變？仔細分析各因素對反應度的影響是正或負？原因為何？（20 分）
（20 分）
參考架構・破題
起爐升功率時，反應度變化來自兩大類：溫度／空泡等瞬時回饋（功率缺額）與分裂產物毒物、燃耗等隨時間累積的效應。逐項說明正負號與物理原因，最後點出控制棒或硼濃度如何補償。
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- 2
詳述如何估算核反應器起爐提升功率穩態運轉一段時間後，因分裂產物毒物之累積造成的反應度改變。（20 分）
（20 分）
參考架構・破題
升功率穩態運轉後反應度改變主要來自 Xe-135 與 Sm-149 兩種強吸收分裂產物。作法：列出生成衰變鏈的速率方程、求平衡濃度，再以吸收截面換算對熱中子利用因子 f 的影響，得到平衡毒物反應度。
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- 3
詳述如何估算核反應器爐心的轉換比（conversion ratio）。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
轉換比 C 定義為可裂核種生成率對可裂核種消耗率之比。估算方法是追蹤中子平衡：每吸收一個可裂核種的中子會產生多少中子、其中有多少最後被親核種（U-238、Th-232）捕獲而轉為可裂核種。
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- 4
已知圓柱形核反應器爐心組成，詳述如何求最小臨界質量的爐心半徑與高。（20 分）
（20 分）
參考架構・破題
已知爐心組成即可求材料曲率 Bm²；臨界時幾何曲率等於 Bm²。在 B² 固定下，以拉格朗日乘數對圓柱體積 V = πR²H 求極小值，得到最佳 R 與 H；組成固定時體積最小即質量最小。
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- 5
快中子與物質作用會經由散射將能量傳遞給物質。100 keV 的快中子與水作用，主要的作用為彈性散射，且彈性散射在質心（center-of-mass）系統可假設為等向性。試估算能量 100 keV、強度為 1 × 108 n / cm2 s 的快中子在水中造成的吸收劑量率（單位：戈雷/分鐘（Gy / min））。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
吸收劑量率＝中子通量 × 每次碰撞平均傳給物質的能量 × 單位質量的巨觀散射截面。水中 100 keV 中子主要和氫、氧做彈性散射，等向性質心散射可直接套平均能量損失公式，氫的貢獻占絕大部分。
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- 6
目前輕水式反應器爐心均為非均質（heterogeneous）。針對一特定爐心燃料設計（燃料棒尺寸、燃料棒間距、鈾燃料濃縮度等），若簡單地以均質化模型來估算其無限增殖因素（infinite multiplication factor）會高估或低估？試分析其原因。（10 分）參考資料：原子質量表（atomic mass table）N（中子數） Z（質子數） A（質量數） 元素 原子量（amu）2 2 4 He 4.002603 4 3 7 Li 7.016004 5 5 10 B 10.012937中子靜止質量 = 1.008665 amu 1amu = 931.5 MeV 100 keV 中子與氫/氧的微觀散射截面： σ SH = 13b, σ OS = 3.5b 1 Gy =1 J/kg 1 MeV =1.602 × 10-13 J U 分裂後分裂產物 135I 與 135Xe 的產率分別為 0.0639, 0.00237 T1 / 2 = 6.7 hr 135 1 / 2 = 9.2 hr衰變鏈I ⎯⎯ ⎯⎯ ⎯→ Xe ⎯T⎯ ⎯⎯ ⎯→ 135Cs
（10 分）
本題含圖表或公式，請對照原卷 PDF。
103 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
請詳細說明幾何屈度（geometric buckling）與材料屈度（material buckling）的差異及其應用。（8 分）
（8 分）
- 2
中子通量（flux）及中子流（current）有何異同？試舉例詳細說明。（8 分）
（8 分）
- 3
穩態（steady state）與臨界（critical）有何異同？試舉例詳細說明。（8 分）
（8 分）
參考架構・破題
臨界是指不靠外加中子源就能維持中子數不變（k = 1）；穩態是指中子數（功率）不隨時間變化。臨界必然可處於穩態，但穩態不一定是臨界——次臨界加外源也能穩態。
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- 4
請推導均質裸反應器（bare homogeneous reactor）二群中之臨界方程式（critical equation）。（16 分）
（16 分）
參考架構・破題
以快群、熱群兩組擴散方程式描述均質裸爐，令兩群通量都滿足同一空間形狀 ∇²φ = −B²φ，代入後由係數行列式為零得到臨界方程式，最後整理成 k∞ 與兩群洩漏項的形式。
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- 5
請詳細說明輕水式核反應器緩和劑的溫度效應為何？（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
緩和劑溫度係數是緩和劑溫度上升時反應度的變化。輕水式反應器設計在「緩和不足」區，溫度上升使水密度下降、緩和變差、反應度下降，形成負回饋，是固有安全的重要來源。
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- 6
請說明延遲中子如何產生？其對核反應器運轉及安全的重要性為何？（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
延遲中子來自部分分裂產物（先驅核）β 衰變後的子核放出中子，比例不到 1%，但其平均延遲時間把中子世代時間拉長數百倍，使反應器功率變化慢到可以控制，是反應器可控的根本原因。
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- 7
一個半徑為 a 的無限長圓柱燃料，包覆厚度為 b 的護套，燃料中心溫度為 Tm，燃料表面溫度為 Ts，護套外側表面溫度為 Tc，燃料均勻的熱產生率為 Q（W/cm3），燃料熱傳導係數為 kf（W/cm-°K），護套熱傳導係數為 kc（W/cm-°K），請推導燃料內及護套內的溫度分布。（25 分）
（25 分）
- 8
請詳細說明侖琴（Roentgen）、rad、gray、rem、sievert 的含意及差異如何。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
五個單位分屬三個量：侖琴是曝露（空氣游離量），rad 與 gray 是吸收劑量（舊制與 SI），rem 與 sievert 是考慮輻射生物效應的等價劑量（舊制與 SI）。答題以「量、定義、適用範圍、換算」對照呈現。
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102 年（考試時間 120 分鐘） 原卷 PDF
- 1
一個無限長的線形中子射源，強度為 S/cm-sec，放在無窮大的真空中，計算在半徑R 處之中子通量（flux）及中子流（current）。（10 分）
（10 分）
- 2
一個厚度為 a、功率為 P 的無限大均質平板反應器（homogeneous bare slab reactor），推導中子通量最大值。（一能群的核分裂截面為 Σf，每一核分裂產生能量為 κ）（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
以單群擴散理論解均質裸平板的臨界通量分布，得餘弦形狀，振幅由功率正規化決定：功率等於 κΣf 乘以通量對體積的積分。無限平板的功率應理解為單位面積功率。
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- 3
一個均質反應器（homogeneous reactor），一能群的核參數為 D = 1 cm, Σa = 0.009 cm-1, ν= 2.5, Σf = 0.006 cm-1，幾何屈度（geometric buckling）多少才能臨界？如果此反應器是無限大平板反應器，厚度是多少？（15 分）
（15 分）
- 4
功率反應器功率由 P1 上升至 P2，請畫圖表示 149Sm 濃度隨時間變化之曲線，並詳細說明變化原因。（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
149Sm 為穩定核種，只由 149Pm 衰變產生、只靠吸收中子消失；功率上升時「消耗立即增加、生成延後增加」，因此濃度先降後升，最後回到與通量無關的同一平衡值。作答重點是寫出兩條平衡方程式，用方程式解釋曲線形狀。
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- 5
一個臨界反應器，起始中子數量為 P0，瞬間加入正反應度 0.5β，請根據一個延遲中子群（衰變常數為 λ）的點動態中子平衡方程式，利用瞬間跳升近似（prompt jump approximation）模式，推導中子數量隨時間變化的情形。（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
瞬間跳升近似的核心是：瞬發中子壽命極短，加入反應度後中子數先瞬間跳到新水準，之後只隨延遲中子先驅核緩慢變化。題目要從一群延遲中子點動態方程出發，令瞬發項導數為零，解出 P(t) = 2P0 e^(λt)。
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一個厚度為 2a 的無限大平板燃料，兩側各有厚度為 b 的護套，燃料中心溫度為 Tc，護套外側表面溫度為 Ts，燃料均勻的熱產生率為 Q (W/cm3)，燃料熱傳導係數為 k f (W/cm-K)，護套熱傳導係數為 kc (W/cm-K)，推導燃料及護套內的溫度分布。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
這是一維穩態熱傳導題：燃料內有均勻熱源，溫度呈拋物線；護套無熱源，溫度呈直線。利用對稱（中心熱通量為零）與界面溫度、熱通量連續，分段求解並寫出 Tc 與 Ts 的關係。
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冷卻水流過核燃料表面，請畫出一個流道（flow channel）中熱通量隨流道表面溫度變化的曲線，並詳細解釋沸騰熱傳現象時，熱通量隨溫度變化的物理現象。（15 分）
（15 分）
參考架構・破題
本題要畫沸騰曲線（熱通量對壁溫或壁面過熱度，通常用雙對數座標），並依序說明單相對流、核沸騰、臨界熱通量、過渡沸騰、膜沸騰各區的物理機制，最後點出與核燃料安全的關係。
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分別解釋 critical heat flux, DNB, DNBR, hot channel factor。（10 分）
（10 分）
參考架構・破題
四個名詞都是反應器熱限值的基本概念，每個名詞以「定義＋物理意義＋在設計上的用途」三句寫完，並點出彼此關係：CHF 是物理極限，DNB 是 PWR 上發生 CHF 的型態，DNBR 是以比值表示的安全裕度，熱通道因子則把平均值換算到最熱點。
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題目來源：考選部考畢試題查詢平臺（政府資訊公開資料）；參考架構為本站自撰，僅供準備方向參考，非官方標準答案。最後更新：。